Атомні електростанції.

02.09.2015

Атомні електростанції.

1.Введення.

чи Небезпечна ядерна енергетика? Цим питанням особливо часто стали задаватися останнім часом, особливо після аварій на атомних електростанціях Тримайл-Айленд та Чорнобильської АЕС. Та якщо лихо все таки є, то яким чином можна зменшити ризик неприємних наслідків аварії? І де ж причина того чи іншого фактора небезпеки?

У даній доповіді будуть висвітлені основні питання пристрою і роботи атомних електростанцій і ядерних реакторів, проведена порівняльна характеристика різних типів ядерних реакторів, роз’яснені причини їх небезпеки.

2.Загальне пристрій електростанції.

Всі апарати для перетворення різних видів енергії в електричну — електростанції можна умовно розділити на наступні види:

Теплові електростанції — вони перетворюють різні види енергії в енергію нагрітого теплоносія (в основному води), який, у свою чергу, передає свою енергію на турбіну, що виробляє електричний струм. До цього виду належать вугільні, газові, атомні електростанції, електростанції, що працюють на нафті та її похідних, деякі види сонячних.
Гідроелектростанції — перетворюють енергію рухомої води в електрику, передаючи її безпосередньо на турбіну. До них відносяться гідроелектростанції і приливні електростанції.
Електростанції, безпосередньо виробляють електрику — сонячні на фотоелементах, вітряки.

Принципова схема теплової електростанції представлена на малюнку. Варто мати на увазі, що в її конструкції може бути передбачено кілька контурів — теплоносій від тепловиділяючого реактора може не йти відразу на турбіну, а віддати своє тепло в теплообміннику теплоносію наступного контуру, який вже може надходити на турбіну, а може далі передавати свою енергію наступного контуру. Також в будь електростанції передбачена система охолодження відпрацьованого теплоносія, щоб довести температуру теплоносія до необхідного для повторного циклу значення. Якщо поблизу від електростанції є населений пункт, то це досягається шляхом використання тепла відпрацьованого теплоносія для нагріву води для опалення будинків або гарячого водопостачання, а якщо ні, то зайве тепло відпрацьованого теплоносія просто викидається в атмосферу в градирнях (їх можна бачити на першому малюнку. з себе вони представляють широкі конусоподібні труби).

Атомні електростанції відносяться до теплових, так як в їх пристрої є тепловыделители, теплоносій і генератор електричного струму — турбіна. Існують як одноконтурні АЕС, так і двох-трьох-контурні (це залежить від типу ядерного реактора).

3.Трохи ядерної фізики.

Для кращого з’ясування принципів роботи ядерного реактора і змісту процесів, що відбуваються в ньому, коротко викладемо основні моменти фізики реакторів.

Ядерний реактор — апарат, в якому відбуваються ядерні реакції — перетворення одних хімічних елементів у інші. Для цих реакцій необхідно наявність у реакторі ділиться речовини, яка при своєму розпаді виділяє елементарні частинки, здатні викликати розпад інших ядер.
Поділ атомного ядра може відбутися спонтанно або при попаданні в нього елементарної частинки. Мимовільний розпад в ядерній енергетиці не використовується із-за дуже низької його інтенсивності.
ділиться речовини в даний час можуть використовуватися ізотопи урану — уран-235 і уран-238, а також плутоній-239.
В ядерному реакторі відбувається ланцюгова реакція. Ядра урану або плутонію розпадаються, при цьому утворюються два-три ядра елементів середини таблиці Менделєєва, виділяється енергія, що випромінюються гамма-кванти і утворюються два або три нейтрона, які, в свою чергу, можуть прореагувати з іншими атомами і, викликавши їх поділ, продовжити ланцюгову реакцію. Для розпаду якого-небудь атомного ядра необхідно попадання в нього елементарної частинки з певною енергією (величина цієї енергії повинна лежати в певному діапазоні: більш повільна або більш швидка частинка просто відштовхнеться від ядра, не проникнувши в нього). Найбільше значення в ядерній енергетиці мають нейтрони.
В залежності від швидкості елементарної частинки виділяють два види нейтронів: швидкі і повільні. Нейтрони різних видів по-різному впливають на ядра діляться елементів.
Уран-238 ділиться тільки швидкими нейтронами. При його розподілі виділяється енергія і утворюються 2-3 швидких нейтрона. Внаслідок того, що ці швидкі нейтрони сповільнюються в речовині урану-238 до швидкостей, можуть викликати поділ ядра урану-238, ланцюгова реакція в урані-238 протікати не може.
Оскільки в природному урані основний ізотоп — уран-238, то ланцюгова реакція у природному урані протікати не може.
В урані-235 ланцюгова реакція може протікати, так як найбільш ефективно його поділ відбувається, коли сповільнені нейтрони в 3-4 рази в порівнянні з швидкими, що відбувається при досить довгому їх пробігу в товщі урану без ризику бути поглиненими сторонніми речовинами або при проходженні через речовину, що володіє властивістю сповільнювати нейтрони, не поглинаючи їх.
Оскільки в природному урані є досить велика кількість речовин, що поглинають нейтрони (той же уран-238, який при цьому перетворюється в інший ділиться ізотоп — плутоній-239), то в сучасних ядерних реакторах необхідно для уповільнення нейтронів застосовувати не сам уран, а інші речовини, які мало поглинають нейтрони (наприклад, графіт або важка вода).
Звичайна вода нейтрони уповільнює дуже добре, але сильно їх поглинає. Тому для нормального протікання ланцюгової реакції при використанні в якості сповільнювача звичайної легкої води необхідно використовувати уран з високою часткою подільного ізотопу — урану-235 (збагачений уран). Збагачений уран виробляють за досить складною і трудомісткою технології на гірничозбагачувальних комбінатах, при цьому утворюються токсичні і радіоактивні відходи.
Графіт добре уповільнює нейтрони і погано їх поглинає. Тому при використанні графіту в якості сповільнювача можна використовувати менш збагачений уран, ніж при використанні легкої води.
Важка вода дуже добре уповільнює нейтрони і погано їх поглинає. Тому при використанні важкої води в якості сповільнювача можна використовувати менш збагачений уран, ніж при використанні легкої води. Але виробництво важкої води дуже трудомістко і екологічно небезпечно.
При попаданні повільного нейтрона в ядро урану-235 він може бути захоплений цим ядром. При цьому відбудеться ряд ядерних реакцій, підсумком яких стане утворення ядра плутонію-239. (Плутоній-239 в принципі може також використовуватися для потреб ядерної енергетики, але в даний час він є одним з основних компонентів начинки атомних бомб.) Тому ядерне паливо в реакторі не тільки витрачається, але і напрацьовується. У деяких ядерних реакторів основним завданням є якраз така напрацювання.
Іншим способом вирішити проблему необхідності уповільнення нейтронів є створення реакторів без необхідності їх сповільнювати — реакторів на швидких нейтронах. В такому реакторі основною речовиною, що ділиться є не уран, а плутоній. Уран (використовується уран-238) виступає як додатковий компонент реакції — від швидкого нейтрона, випущеного при розпаді ядра плутонію, відбудеться розпад ядра урану з виділенням енергії та випусканням інших нейтронів, а при попаданні в ядро урану сповільнилося нейтрона він перетвориться в плутоній-239, відновлюючи тим самим запаси ядерного палива в реакторі. У зв’язку з малою величиною поглинання нейтронів плутонієм ланцюгова реакція в сплаві плутонію і урану-238 йти буде, причому в ній буде утворюватися велика кількість нейтронів.
Таким чином, в ядерному реакторі повинен використовуватися або збагачений уран з сповільнювачем, поглинає нейтрони, або незбагачений уран з сповільнювачем, мало поглинає нейтрони, або сплав плутонію з ураном без сповільнювача. Про різні типи ядерних реакторів, що реалізують ці три можливості різними способами, буде говоритися далі.

4. Ядерний реактор.

Як уже зазначалося, трьома обов’язковими елементами для реакторів на теплових нейтронах є тепловыделитель, сповільнювач і теплоносія. На даному малюнку представлена типова схема активної зони. Атомні електростанції.

Через реактор за допомогою насосів (зазвичай званих циркуляційними) прокачується теплоносій, що надходить потім або на турбіну (РБМК) або в теплообмінник (в інших типах реакторів). Нагрітий теплоносій теплообмінника надходить на турбіну, де втрачає частину своєї енергії на вироблення електрики. З турбіни теплоносій надходить у конденсатор для пари, щоб в реактор надходив теплоносій з потрібними для оптимальної роботи параметрами. Також в реакторі є система управління ним (на малюнку не показана), яка складається з набору стрижнів діаметром у кілька сантиметрів і завдовжки, порівнянної з висотою активної зони, що складаються з высокопоглощающего нейтрони матеріалу, зазвичай сполук бору. Стрижні розташовуються в спеціальних каналах і можуть бути підняті або опущені в реактор. В піднятому стані вони сприяють розгону реактора, в опущеному — заглушають його. Приводи стрижнів регулюються незалежно один від одного, тому з їх допомогою можна налаштувати активність реакції в різних частинах активної зони.

Реактори, що працюють на швидких нейтронах, влаштовані дещо інакше. Про них буде сказано нижче.

Кілька термінів:

Паливна касета — конструкція з таблеток урану і збирає їх разом корпусу товщиною 10-20 см і довжиною в кілька метрів, що є видільником енергії за рахунок розпаду урану. Матеріалом корпусу зазвичай є цирконій.

ТВЗ — тепловиділяючу збірка — паливна касета і її кріплення. ТВЗ в активній зоні реактора.

СУЗ — система управління захистом. В основному складається з нейтронопоглинаючих стрижнів.

5. Пристрій різних типів ядерних реакторів.

В даний час у світі існує п’ять типів ядерних реакторів. Це реактор ВВЕР (Водо-Водяний Енергетичний реактор), РБМК (Реактор Великої Потужності Канальний), реактор на важкій воді, реактор з кульової засипанням і газових контуром, реактор на швидких нейтронах. У кожного типу реактора є особливості конструкції, що відрізняють його від інших, хоча, безумовно, окремі елементи конструкції можуть запозичатися з інших типів. ВВЕР будувалися в основному на території колишнього СРСР, і в Східній Європі, реакторів типу РБМК багато в Росії, країнах Західної Європи та Південно-Східної Азії, реактори на важкій воді в основному будувалися в Америці.

ВВЕР

Реактори ВВЕР є найпоширенішим типом реакторів в Росії. Вельми привабливі дешевизна використовуваного в них теплоносія-сповільнювача і відносна безпека в експлуатації, незважаючи на необхідність використання в цих реакторах збагаченого урану. Із самої назви реактора ВВЕР слід, що у нього і сповільнювачем, і теплоносієм є звичайна легка вода. В якості палива використовується збагачений до 4.5% уран. Принципова схема реактора ВВЕР представлена на малюнку. Атомні електростанції.

Як видно зі схеми, він має два контури. Перший контур, реакторний, повністю ізольований від другого, що зменшує радіоактивні викиди в атмосферу. Циркуляційні насоси (насос першого контуру на схемі не показаний) прокачують воду через реактор і теплообмінник (харчування циркуляційних насосів походить від турбіни). Вода реакторного контуру знаходиться під підвищеним тиском, так що незважаючи на його високу температуру (293 градуси — на виході, 267 — на вході в реактор) її закипання не відбувається. Вода другого контуру знаходиться під звичайним тиском, так що в теплообміннику вона перетворюється в пар. В теплообміннику-парогенераторі теплоносій, циркулює по першому контуру, віддає тепло воді другого контуру. Пар, генеруемый в парогенераторі, головним паропроводами другого контуру надходить на турбіни і, віддає частину своєї енергії на обертання турбіни, після чого поступає в конденсатор. Конденсатор, що охолоджується водою циркуляційного контуру (так би мовити, третій контур), забезпечує збір та конденсації відпрацьованої пари. Конденсат, пройшовши систему підігрівачів, знову подається в теплообмінник.

Енергетична потужність більшості реакторів ВВЕР в нашій країні — 1000 мегават (Мвт). Його принципова схема — на малюнку. Атомні електростанції.

Основні технічні характеристики РБМК наступні. Активна зона реактора — вертикальний циліндр діаметром 11.8 метрів і висотою 7 метрів (див. рис.нижче). По периферії активної зони, а також зверху і знизу розташований відбивач бічний — суцільна графітова кладка товщиною 0.65 метра. Власне активна зона зібрана із графітових шестигранних колон (усього їх 2488), зібраних з блоків перерізом 250х250мм. По центру кожного блоку крізь всю колону проходять наскрізні отвори діаметром 114мм для розміщення технологічних каналів і стрижнів СУЗ.

Загальне число технологічних каналів в активній зоні 1693. Всередині більшості технологічних каналів розташовані тепловиділяючі касети, мають досить складну структуру. Касета складається з двох послідовно з’єднаних тепловиділяючих збірок (ТВЗ), довжина кожної з яких 3,5 м. ТВЗ містить 18 стрижневих твелів — трубок зовнішнім діаметром 13,5 мм з товщиною стінки 0,9 мм, заповнених таблетками діаметром 11,5 мм з двоокису урану (UO2 ), кріпильні деталі зі сплаву цирконію і несучий стрижень з оксиду ніобію. Стінки касети щільно фіксовані до графітової кладки, а всередині касет циркулює вода. В інших каналах розташовані стрижні системи управління захистом, що складаються з поглинача — бороциркониевого сплаву. Деякі канали повністю ізольовані від теплоносія, і в них розташовані датчики радіації.

Електрична потужність РБМК — 1000 Мвт. АЕС з реакторами РБМК складають помітну частку в атомній енергетиці. Так, ними оснащені Ленінградська, Курська, Чорнобильська, Смоленська, Ігналінська АЕС. Активна зона реактора РБМК

Атомні електростанції.

ВВЕР і РБМК: порівняльні характеристики.

Проводячи порівняння різних типів ядерних реакторів, варто зупинитися на двох найбільш поширених в нашій країні і в світі типах цих апаратів: ВВЕР (Водо-Водяний Енергетичний реактор) і РБМК (Реактор Великої Потужності Канальний). Найбільш принципові відмінності: ВВЕР — корпусних реактор (тиск тримається корпусом реактора); РБМК- канальний реактор (тиск тримається незалежно в кожному каналі); в ВВЕР теплоносій і сповільнювач — одна і та ж вода (додатковий сповільнювач не вводиться), в РБМК сповільнювач — графіт, а теплоносій — вода; ВВЕР пара утворюється в другому корпусі парогенератора, в РБМК пар утворюється безпосередньо в активній зоні реактора (киплячий реактор) і прямо йде на турбіну — ні другого контуру. З-за різної будови активних зон параметри роботи у цих реакторів також різні. Для безпеки реактора має значення такий параметр, як коефіцієнт реактивності — його можна образно представити як величину, що показує, як зміни того або іншого параметра реактора вплине на інтенсивність ланцюгової реакції в ньому. Якщо цей коефіцієнт позитивний, то при збільшенні параметра, за яким приводиться коефіцієнт, ланцюгова реакція в реакторі при відсутності будь-яких інших впливів буде наростати і в кінці стане можливим перехід її в некеровану і каскадно наростаючу — відбудеться розгін реактора. При розгоні реактора відбувається інтенсивне тепловиділення, що приводить до розплавлення тепловыделителей, стіканню їх розплаву в нижню частину активної зони, що може призвести до руйнування корпусу реактора і викиду радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

У даній таблиці наведені коефіцієнти реактивності для РБМК і ВВЕР. Коефіцієнти реактивності реакторів ВВЕР і РБМК.

Коефіцієнти реактивності

Короткий опис статті: атомна енергетика

Джерело: Атомні електростанції.

Також ви можете прочитати